高速炉構造材料の材料特性式

The Material property equations of structural material for generation IV fast reactors

奥田 貴大

Okuda, Takahiro

次世代高速炉プラントのシビアアクシデント(SA)時に対応した超高温における316FR鋼の材料特性式の設定について述べる。福島第一原子力発電所における事故以来、高速炉プラントにおいてもSA時の構造健全性評価が重要視されている。次世代高速炉プラントの開発には、炉心溶融時における溶融燃料の炉内保持成立性を明らかとすることが必要であり、SA時の構造健全性評価に適用可能な316FR鋼の超高温材料特性が要求されている。しかしながら、そのような316FR鋼の材料特性は取得されていなかった。したがって、316FR鋼を対象に、700Cを超える試験温度で引張試験とクリープ試験を実施した。この試験で得られた結果を基に、316FR鋼の超高温材料特性を良好に評価できるクリープ破断関係式及びクリープひずみ式を設定した。

This study describes the setting of the material property equations of 316FR steel at an extremely high temperature which can be applied to severe accident conditions of generation IV fast reactors. After the severe accident in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, the evaluation of structural integrity was found to be very important severe accident condition. The development of the generation IV fast reactors requires the material properties of 316FR steel at the extremely high temperature. However, such data has not been acquired. Therefore, tensile and creep tests were carried out in the temperature range over 700C for 316FR steel. Based on the acquired data from the tests, the equations that can evaluate the material properties of 316FR steel at the extremely high temperature were set up. They are a creep rupture equation and a creep strain equation.